{"id":111759,"date":"2021-07-26T05:52:30","date_gmt":"2021-07-26T04:52:30","guid":{"rendered":"https:\/\/material-properties.org\/que-es-el-dano-por-radiacion-a-los-metales-definicion\/"},"modified":"2021-09-14T10:09:47","modified_gmt":"2021-09-14T09:09:47","slug":"que-es-el-dano-por-radiacion-a-los-metales-definicion","status":"publish","type":"post","link":"https:\/\/material-properties.org\/es\/que-es-el-dano-por-radiacion-a-los-metales-definicion\/","title":{"rendered":"\u00bfQu\u00e9 es el da\u00f1o por radiaci\u00f3n a los metales? Definici\u00f3n"},"content":{"rendered":"<div class=\"su-quote su-quote-style-default\"><div class=\"su-quote-inner su-u-clearfix su-u-trim\"> Durante la operaci\u00f3n de una central nuclear, el material de la vasija de presi\u00f3n del reactor est\u00e1 expuesto a radiaci\u00f3n de neutrones (especialmente a neutrones r\u00e1pidos), lo que resulta en fragilizaci\u00f3n localizada del acero y soldaduras en el \u00e1rea del n\u00facleo deal reactor.\u00a0Da\u00f1o por radiaci\u00f3n a los metales <\/div><\/div>\n<div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div>\n<div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<p><strong>Los reactores de agua a presi\u00f3n<\/strong>\u00a0\u00a0utilizan una\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/reactor-pressure-vessel\/\">vasija de presi\u00f3n del reactor<\/a>\u00a0(RPV) para contener el combustible nuclear, el\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/neutron-moderator\/\">moderador<\/a>\u00a0,\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/control-rods\/\">las barras de control<\/a> y el refrigerante. Se enfr\u00edan y moderan con agua l\u00edquida a alta presi\u00f3n (por ejemplo, 16 MPa). A esta presi\u00f3n, el agua hierve a aproximadamente 350\u00b0C (662\u00b0F). La temperatura de entrada del agua es de aproximadamente 290\u00b0C (554\u00b0F). El agua (refrigerante) se calienta en el n\u00facleo del reactor a aproximadamente 325\u00b0C (617\u00b0F) a medida que el agua fluye a trav\u00e9s del n\u00facleo. Como puede verse, el reactor tiene aproximadamente 25\u00b0C de refrigerante subenfriado (distancia de la saturaci\u00f3n).<\/p>\n<p><strong>La vasija de presi\u00f3n del reactor<\/strong>\u00a0es la vasija de presi\u00f3n que contiene el\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><strong>n\u00facleo<\/strong><\/a>\u00a0del\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><strong>reactor<\/strong><\/a>\u00a0y otros\u00a0<strong>componentes internos<\/strong>\u00a0clave del\u00a0<strong>reactor<\/strong>\u00a0.\u00a0Es un\u00a0<strong>recipiente cil\u00edndrico<\/strong>\u00a0con una cabeza inferior hemisf\u00e9rica y una cabeza superior con bridas y empaquetaduras.\u00a0La cabeza inferior est\u00e1 soldada a la carcasa cil\u00edndrica, mientras que la cabeza superior est\u00e1 atornillada a la carcasa cil\u00edndrica a trav\u00e9s de las bridas.\u00a0El\u00a0<strong>cabezal superior es extra\u00edble<\/strong>\u00a0para permitir el\u00a0<strong>reabastecimiento<\/strong>\u00a0de\u00a0<strong>combustible<\/strong>\u00a0del reactor durante las interrupciones planificadas.<\/p>\n<p>El cuerpo de la vasija del reactor est\u00e1 construido de\u00a0<strong>acero al carbono de baja aleaci\u00f3n de alta calidad<\/strong>\u00a0, y todas las superficies que entran en contacto con el refrigerante del reactor\u00a0<strong>est\u00e1n revestidas<\/strong>\u00a0con un m\u00ednimo de aproximadamente 3 a 10 mm de\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/stainless-steel\/austenitic-stainless-steel\/\"><strong>acero inoxidable austen\u00edtico<\/strong><\/a>\u00a0\u00a0(por ejemplo, 304L) para para minimizar la\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/failure-modes-of-materials\/corrosion\/\">corrosi\u00f3n<\/a>\u00a0.<\/p>\n<p><strong><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"alignright size-full wp-image-30644\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/reactor-pressure-vessel-materials.png\" alt=\"materiales del recipiente de presi\u00f3n del reactor\" width=\"349\" height=\"220\" \/>El acero con bajo contenido de carbono<\/strong>\u00a0, tambi\u00e9n conocido como\u00a0<strong>acero dulce,<\/strong>\u00a0es ahora la forma m\u00e1s com\u00fan de\u00a0<a href=\"https:\/\/material-properties.org\/what-are-steels-properties-of-steels-definition\/\">acero<\/a>\u00a0porque su precio es relativamente bajo y proporciona propiedades materiales que son aceptables para muchas aplicaciones.\u00a0<strong>El acero con bajo contenido de carbono<\/strong>\u00a0contiene aproximadamente\u00a0<strong>0,05-0,25% de carbono,<\/strong>\u00a0lo que lo hace\u00a0<strong>maleable y d\u00factil<\/strong>\u00a0.\u00a0El acero dulce tiene una\u00a0<strong>resistencia a la tracci\u00f3n<\/strong>\u00a0relativamente\u00a0<strong>baja<\/strong>\u00a0, pero tiene una alta tenacidad y es f\u00e1cil de moldear.\u00a0Los requisitos especiales para los materiales de la vasija del reactor incluyen una baja capacidad de activaci\u00f3n (especialmente debido a la formaci\u00f3n de Co-60).\u00a0Ejemplos de\u00a0<strong>aceros al carbono de baja aleaci\u00f3n<\/strong>\u00a0de\u00a0<strong>alta calidad:<\/strong><\/p>\n<ul>\n<li>SA-508 Gr.3 Cl.2 (acero ferr\u00edtico de baja aleaci\u00f3n)<\/li>\n<li>15Kh2NMFA (acero ferr\u00edtico de baja aleaci\u00f3n)<\/li>\n<\/ul>\n<p><strong>Agentes de aleaci\u00f3n<\/strong><\/p>\n<p>El hierro puro es demasiado blando para ser utilizado con fines de estructura, pero la adici\u00f3n de peque\u00f1as cantidades de otros elementos (carbono, manganeso o cromo, por ejemplo) aumenta en gran medida su resistencia mec\u00e1nica.\u00a0El efecto sin\u00e9rgico de los elementos de aleaci\u00f3n y el tratamiento t\u00e9rmico produce una enorme variedad de microestructuras y propiedades.\u00a0Los cuatro elementos principales de la aleaci\u00f3n son:<\/p>\n<ul>\n<li>Cromo.\u00a0En estos aceros, el cromo aumenta la\u00a0\u00a0<strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/steels-properties-of-steels\/hardness-of-steels\/\">dureza<\/a><\/strong>\u00a0\u00a0y la\u00a0\u00a0<strong>resistencia.\u00a0<\/strong>\u00a0En t\u00e9rminos generales, la concentraci\u00f3n especificada para la mayor\u00eda de los grados es aproximadamente del 2%.\u00a0Este nivel parece resultar en el mejor equilibrio entre dureza y tenacidad.\u00a0El cromo juega un papel importante en el mecanismo de endurecimiento y se considera insustituible.\u00a0A temperaturas m\u00e1s altas, el cromo contribuye a una mayor resistencia.<\/li>\n<li>N\u00edquel.\u00a0El n\u00edquel no forma compuestos de carburo en el acero, permanece en soluci\u00f3n en la ferrita, fortaleciendo y endureciendo la fase de ferrita.<\/li>\n<li>Molibdeno.\u00a0El molibdeno (aproximadamente 0.50-8.00%) cuando se agrega a un acero lo hace m\u00e1s resistente a las altas temperaturas.\u00a0El molibdeno aumenta la templabilidad y la resistencia, particularmente a altas temperaturas debido al alto punto de fusi\u00f3n del molibdeno.\u00a0El molibdeno es \u00fanico en la medida en que aumenta la resistencia a la tracci\u00f3n y a la fluencia a alta temperatura del acero.<\/li>\n<\/ul>\n<p><strong>Los aceros inoxidables austen\u00edticos,\u00a0<\/strong>\u00a0que se utilizan como revestimientos resistentes a la corrosi\u00f3n, contienen entre un 16 y un 25% de cromo y tambi\u00e9n pueden contener nitr\u00f3geno en soluci\u00f3n, lo que contribuye a su relativamente\u00a0<strong>alta resistencia a la corrosi\u00f3n<\/strong>\u00a0.\u00a0El grado m\u00e1s conocido es el acero inoxidable AISI 304, que contiene metales de cromo (entre 15% y 20%) y n\u00edquel (entre 2% y 10,5%) como principales componentes distintos del hierro.\u00a0El acero inoxidable 304 tiene una excelente resistencia a una amplia gama de entornos atmosf\u00e9ricos y muchos medios corrosivos.\u00a0Estas aleaciones generalmente se caracterizan por ser d\u00factiles, soldables y endurecibles por conformado en fr\u00edo.<\/p>\n<p><strong>El acero inoxidable tipo 304L<\/strong> , que se usa ampliamente en la industria nuclear, es una versi\u00f3n con muy bajo contenido de carbono de la aleaci\u00f3n de acero 304. Este grado tiene propiedades mec\u00e1nicas ligeramente m\u00e1s bajas que el grado est\u00e1ndar 304, pero todav\u00eda se usa ampliamente gracias a su versatilidad. El menor contenido de carbono en 304L minimiza la precipitaci\u00f3n de carburo nociva o da\u00f1ina como resultado de la soldadura. Por lo tanto, el 304L se puede utilizar \u00abcomo soldado\u00bb en entornos de corrosi\u00f3n severa y elimina la necesidad de recocido. El grado 304 tambi\u00e9n tiene una buena resistencia a la oxidaci\u00f3n en servicio intermitente hasta 870\u00b0C y en servicio continuo hasta 925\u00b0C. Dado que el grado 304L no requiere recocido posterior a la soldadura, se usa ampliamente en componentes de gran calibre. Ejemplos de <strong>aceros inoxidables<\/strong>\u00a0usados\u00a0<strong>:<\/strong><\/p>\n<ul>\n<li>Acero inoxidable tipo 304L<\/li>\n<li>Tipo 08Kh18N10T acero inoxidable<\/li>\n<\/ul>\n<p>Los recipientes a presi\u00f3n de los reactores son\u00a0<strong>los componentes clave de mayor prioridad<\/strong>\u00a0en\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/\">las centrales nucleares<\/a>\u00a0.\u00a0La vasija de presi\u00f3n del\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><strong>reactor<\/strong><\/a>\u00a0alberga el\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><strong>n\u00facleo<\/strong><\/a>\u00a0del\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\"><strong>reactor<\/strong><\/a>\u00a0y, debido a su funci\u00f3n, tiene un significado directo para la seguridad.\u00a0Durante el funcionamiento de una central nuclear, el material de la vasija de presi\u00f3n del reactor est\u00e1 expuesto a\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/\">la radiaci\u00f3n de neutrones<\/a>\u00a0(especialmente a los neutrones r\u00e1pidos), lo que da como resultado una\u00a0<strong>fragilizaci\u00f3n localizada<\/strong>\u00a0del acero y las soldaduras en el \u00e1rea del n\u00facleo del reactor.\u00a0Para minimizar dicha degradaci\u00f3n del material,\u00a0se instalan\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/\"><strong>reflectores de neutrones radiales<\/strong><\/a>\u00a0alrededor del n\u00facleo del reactor.\u00a0Hay dos tipos b\u00e1sicos de reflectores de neutrones, el\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/core-baffle\/\"><strong>deflector<\/strong><\/a>\u00a0del\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/core-baffle\/\"><strong>n\u00facleo<\/strong><\/a>\u00a0y el<strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/heavy-reflector\/\">reflector pesado<\/a><\/strong>\u00a0.\u00a0Debido a<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/nuclear-engineering-fundamentals\/neutron-nuclear-reactions\/atomic-number-density\/\"><strong>\u00a0la densidad de n\u00famero at\u00f3mico<\/strong><\/a><strong>\u00a0m\u00e1s alto,\u00a0<\/strong><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/nuclear-engineering-fundamentals\/neutron-nuclear-reactions\/atomic-number-density\/\"><strong>los<\/strong><\/a>\u00a0reflectores pesados \u200b\u200breducen la fuga de neutrones (especialmente de neutrones r\u00e1pidos) del n\u00facleo de manera<strong>\u00a0m\u00e1s eficiente<\/strong>\u00a0que el deflector del n\u00facleo.\u00a0Dado que la<strong>\u00a0vasija de presi\u00f3n<\/strong>\u00a0del<strong>\u00a0reactor<\/strong>\u00a0se considera<strong>\u00a0insustituible<\/strong>\u00a0, estos efectos de envejecimiento del RPV tienen el potencial de ser condiciones limitantes para la vida de una central nuclear.<\/p>\n<h2>Da\u00f1o por radiaci\u00f3n a los metales<\/h2>\n<p>Los materiales en servicio nuclear est\u00e1n sujetos a varios tipos de radiaci\u00f3n.\u00a0Algunos de estos pueden causar un da\u00f1o significativo a la estructura cristalina de los materiales.\u00a0La radiaci\u00f3n nuclear concentra grandes cantidades de energ\u00eda en \u00e1reas muy localizadas.\u00a0El da\u00f1o es causado por la interacci\u00f3n de esta energ\u00eda con los n\u00facleos y \/ o los electrones en \u00f3rbita.<\/p>\n<p>Como se escribi\u00f3, las part\u00edculas cargadas con altas energ\u00edas pueden ionizar directamente los \u00e1tomos o pueden provocar la excitaci\u00f3n de los electrones circundantes.\u00a0La\u00a0<strong>ionizaci\u00f3n y la excitaci\u00f3n<\/strong>\u00a0disipan gran parte de la energ\u00eda de las part\u00edculas cargadas m\u00e1s pesadas y\u00a0<strong>causan muy poco da\u00f1o<\/strong>\u00a0.\u00a0Esto se debe a que los electrones son relativamente libres de moverse y pronto se reemplazan.\u00a0El efecto neto de la radiaci\u00f3n beta y gamma sobre el metal es generar una peque\u00f1a cantidad de calor.\u00a0Las part\u00edculas m\u00e1s pesadas, como los protones, las part\u00edculas alfa,\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/atomic-nuclear-physics\/fundamental-particles\/neutron\/fast-neutrons-high-energy-neutrons\/\"><strong>los neutrones r\u00e1pidos<\/strong><\/a>\u00a0y los fragmentos de fisi\u00f3n, generalmente transferir\u00e1n suficiente energ\u00eda a trav\u00e9s de colisiones el\u00e1sticas o inel\u00e1sticas para eliminar los n\u00facleos de sus posiciones reticulares (cristalinas).\u00a0Esta adici\u00f3n de vacantes y \u00e1tomos intersticiales provoca cambios en las propiedades de los metales.<\/p>\n<p>En general, los efectos de mayor inter\u00e9s pueden describirse mediante las siguientes agrupaciones:<\/p>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/crystallographic-defects\/vacancy-crystallographic-defects\/\"><strong>Vacantes o Knock-ons<\/strong><\/a>\u00a0.\u00a0Los defectos de vacante son el resultado de la falta de un \u00e1tomo en una posici\u00f3n reticular.\u00a0La estabilidad de la<a href=\"https:\/\/material-properties.org\/crystal-structure-of-chemical-elements\/\">\u00a0estructura cristalina<\/a>\u00a0circundantegarantiza que los \u00e1tomos vecinos no colapsar\u00e1n simplemente alrededor de la vacante.\u00a0Esto puede deberse a la interacci\u00f3n directa de un<strong>\u00a0neutr\u00f3n de alta energ\u00eda<\/strong>\u00a0o un fragmento de fisi\u00f3n.\u00a0Si un n\u00facleo objetivo o golpeado gana aproximadamente 25 eV de energ\u00eda cin\u00e9tica (25 eV a 30 eV para la mayor\u00eda de los metales) en una colisi\u00f3n con una part\u00edcula de radiaci\u00f3n (generalmente un neutr\u00f3n r\u00e1pido), el n\u00facleo se desplazar\u00e1 de su posici\u00f3n de equilibrio en la red cristalina. .\u00a0Durante una irradiaci\u00f3n prolongada (para valores grandes de la<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power\/reactor-physics\/reactor-operation\/fuel-burnup\/units-of-fuel-burnup\/neutron-fluence-what-is-fluence\/\">\u00a0fluencia de neutrones<\/a>), muchos de los \u00e1tomos desplazados volver\u00e1n a los sitios reticulares normales (estables) (es decir, el recocido parcial se produce espont\u00e1neamente).<\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/crystallographic-defects\/interstitial-defect-crystallographic-defects\/\"><strong>Intersticiales<\/strong><\/a>\u00a0.\u00a0Los defectos intersticiales son el resultado de una impureza ubicada en un sitio intersticial o uno de los \u00e1tomos de la red est\u00e1 en una posici\u00f3n intersticial en lugar de estar en su posici\u00f3n de red.\u00a0Un intersticial se forma cuando un \u00e1tomo, que es expulsado de su posici\u00f3n, se detiene en alg\u00fan punto remoto.<\/li>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/radiation-detection\/measurement-of-radiation\/what-is-ionization\/\"><strong>Ionizaci\u00f3n<\/strong><\/a>\u00a0.\u00a0La ionizaci\u00f3n es causada por la eliminaci\u00f3n de electrones de sus capas electr\u00f3nicas y tiene el efecto de cambiar los enlaces qu\u00edmicos de las mol\u00e9culas.\u00a0En el metal, la ionizaci\u00f3n no causa cambios dr\u00e1sticos en las propiedades del material.\u00a0Esto se debe a los electrones libres, que son t\u00edpicos solo para enlaces met\u00e1licos.<\/li>\n<li><strong>Picos t\u00e9rmicos y de desplazamiento<\/strong>\u00a0.\u00a0Los picos t\u00e9rmicos y de desplazamiento pueden causar una distorsi\u00f3n que se congela como tensi\u00f3n en el \u00e1rea microsc\u00f3pica.\u00a0Estos picos pueden provocar un cambio en las propiedades del material.\u00a0Este t\u00e9rmino identifica dominios localizados de alta temperatura causados \u200b\u200bpor la deposici\u00f3n de energ\u00eda de neutrones y fragmentos de fisi\u00f3n.\u00a0Un pico de desplazamiento ocurre cuando muchos \u00e1tomos en un \u00e1rea peque\u00f1a son desplazados por un knock-on (o cascada de knock-ons).\u00a0Un neutr\u00f3n de 1 MeV puede afectar aproximadamente a 5000 \u00e1tomos, formando uno de estos picos.\u00a0La presencia de muchos picos de desplazamiento cambia las propiedades del metal que se irradia, como el aumento de la dureza y la disminuci\u00f3n de la ductilidad.<\/li>\n<li><strong>\u00c1tomos de impureza<\/strong>\u00a0.\u00a0La captura de neutrones y reacciones nucleares inducidas por diversas radiaciones tiene el efecto de transmutar un \u00e1tomo en un elemento extra\u00f1o al material.<\/li>\n<li><strong>Fluencia inducida por radiaci\u00f3n<\/strong>\u00a0.\u00a0En los reactores nucleares, muchos componentes met\u00e1licos se someten simult\u00e1neamente a campos de radiaci\u00f3n, temperaturas elevadas y estr\u00e9s.\u00a0El metal sometido a tensi\u00f3n a temperatura elevada presenta el fen\u00f3meno de fluencia, es decir.\u00a0el aumento gradual de la tensi\u00f3n con el tiempo.\u00a0El deslizamiento de los componentes met\u00e1licos a las temperaturas de funcionamiento del reactor se vuelve m\u00e1s r\u00e1pido cuando se exponen a un campo de radiaci\u00f3n.<\/li>\n<\/ul>\n<p><strong>Los neutrones con suficiente energ\u00eda<\/strong>\u00a0pueden alterar la disposici\u00f3n at\u00f3mica o la estructura cristalina de los materiales.\u00a0La influencia del da\u00f1o estructural es m\u00e1s significativa para los metales debido a su relativa inmunidad al da\u00f1o por radiaci\u00f3n ionizante.\u00a0Los reactores de agua a presi\u00f3n funcionan con una tasa m\u00e1s alta de impactos de neutrones y, por lo tanto, sus recipientes tienden a experimentar un mayor grado de fragilizaci\u00f3n que los recipientes de los reactores de agua en ebullici\u00f3n.\u00a0Muchos reactores de agua presurizada dise\u00f1an sus n\u00facleos para reducir la cantidad de neutrones que golpean la pared del recipiente.\u00a0Esto ralentiza la fragilidad de la embarcaci\u00f3n.\u00a0Las reglamentaciones de la NRC abordan la fragilizaci\u00f3n en 10 CFR Parte 50, Ap\u00e9ndice G, \u00abRequisitos de resistencia a la fractura\u00bb y Ap\u00e9ndice H, \u00abRequisitos del programa de vigilancia de materiales de buques de reactores\u00bb.\u00a0Dado que la\u00a0<strong>vasija de presi\u00f3n<\/strong>\u00a0del\u00a0<strong>reactor<\/strong>se considera\u00a0<strong>insustituible<\/strong>\u00a0, la fragilizaci\u00f3n por irradiaci\u00f3n de neutrones de los aceros de los recipientes a presi\u00f3n es un tema clave en la evaluaci\u00f3n a largo plazo de la integridad estructural de los programas de extensi\u00f3n y de vida.<\/p>\n<p>El da\u00f1o por radiaci\u00f3n se produce cuando neutrones de suficiente energ\u00eda desplazan \u00e1tomos (especialmente en aceros a temperaturas de funcionamiento de 260 &#8211; 300 \u00b0 C) que dan como resultado\u00a0<strong>cascadas de desplazamiento<\/strong>\u00a0que producen gran cantidad de defectos, tanto vac\u00edos como intersticiales.\u00a0Aunque la superficie interior del RPV est\u00e1 expuesta a neutrones de energ\u00edas variables, los neutrones de mayor energ\u00eda, aquellos por\u00a0<strong>encima de aproximadamente 0,5 MeV<\/strong>\u00a0, producen la mayor parte del da\u00f1o.\u00a0Para minimizar tal degradaci\u00f3n del material, el tipo y la estructura del\u00a0<strong>acero deben seleccionarse apropiadamente<\/strong>\u00a0.\u00a0Hoy en d\u00eda se sabe que la susceptibilidad de los aceros de los recipientes a presi\u00f3n de los reactores se ve fuertemente afectada (negativamente) por la presencia de cobre, n\u00edquel y f\u00f3sforo.<\/p>\n<p><img decoding=\"async\" loading=\"lazy\" class=\"alignright wp-image-27932\" src=\"https:\/\/material-properties.org\/wp-content\/uploads\/2020\/07\/ductile-brittle-transition-temperature-ductility-brittleness.png\" alt=\"temperatura de transici\u00f3n d\u00factil-fr\u00e1gil\" width=\"431\" height=\"519\" \/>Como se escribi\u00f3, la distinci\u00f3n entre fragilidad y\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/ductility\/\">ductilidad<\/a>\u00a0no es evidente, especialmente porque tanto la ductilidad como el comportamiento fr\u00e1gil dependen no solo del material en cuesti\u00f3n, sino tambi\u00e9n\u00a0<strong>de la temperatura<\/strong>\u00a0(transici\u00f3n d\u00factil-fr\u00e1gil) del material.\u00a0El efecto de la temperatura sobre la naturaleza de la fractura es de considerable importancia.\u00a0Muchos aceros presentan fractura d\u00factil a temperaturas elevadas y\u00a0<strong>fractura fr\u00e1gil a bajas temperaturas<\/strong>\u00a0.\u00a0La temperatura por encima de la cual un material es d\u00factil y por debajo de la cual es fr\u00e1gil se conoce como\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/ductility\/ductile-brittle-transition-temperature\/\"><strong>temperatura de transici\u00f3n d\u00factil-fr\u00e1gil.<\/strong><\/a>(DBTT), temperatura de ductilidad nula (NDT) o temperatura de transici\u00f3n de ductilidad nula.\u00a0Esta temperatura no es precisa, pero var\u00eda seg\u00fan el tratamiento mec\u00e1nico y t\u00e9rmico previo y la naturaleza y cantidad de los elementos de impureza.\u00a0Puede determinarse mediante alg\u00fan tipo de prueba de ca\u00edda de peso (por ejemplo, las\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/toughness\/charpy-impact-test\/\"><strong>pruebas Charpy o Izod<\/strong><\/a>\u00a0).<\/p>\n<p>Para minimizar la fluencia de neutrones:<\/p>\n<ul>\n<li><a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-reflector\/\"><strong>Los reflectores de neutrones radiales<\/strong><\/a>\u00a0se instalan alrededor del n\u00facleo del reactor.\u00a0Los reflectores de neutrones reducen la fuga de neutrones y, por lo tanto, reducen la fluencia de neutrones en la vasija de presi\u00f3n de un reactor.<\/li>\n<li>Los dise\u00f1adores centrales dise\u00f1an los\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-fuel\/fuel-loading-pattern\/\"><strong>patrones de carga de baja fuga<\/strong><\/a>\u00a0, en los que\u00a0<strong>los conjuntos de combustible fresco no est\u00e1n situados en las posiciones perif\u00e9ricas<\/strong>\u00a0del\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor-core\/\">n\u00facleo del reactor<\/a>\u00a0.<\/li>\n<\/ul>\n<p>Si el metal se calienta a temperaturas elevadas despu\u00e9s de la irradiaci\u00f3n (una forma de recocido), se encuentra que la resistencia y la ductilidad vuelven a los mismos valores que antes de la irradiaci\u00f3n.\u00a0Esto significa que el da\u00f1o por radiaci\u00f3n se puede recocer de un metal.<\/p>\n<p>Ver tambi\u00e9n:\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/materials-science\/material-properties\/ductility\/ductile-brittle-transition-temperature\/\"><strong>Temperatura de transici\u00f3n d\u00factil-fr\u00e1gil<\/strong><\/a><\/p>\n<p>Ver tambi\u00e9n:\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/nuclear-reactor\/neutron-fluence-and-irradiation-embrittlement\/\"><strong>fragilizaci\u00f3n por irradiaci\u00f3n<\/strong><\/a><\/p>\n<p>Ver tambi\u00e9n:\u00a0<a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-engineering\/metals-what-are-metals\/heat-treatment-of-metals\/thermal-annealing\/\"><strong>Recocido t\u00e9rmico<\/strong><\/a><\/p>\n<\/div><\/div>\n<div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-100 lgc-tablet-grid-100 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<div class=\"su-accordion su-u-trim\"> <div class=\"su-spoiler su-spoiler-style-default su-spoiler-icon-plus\" data-scroll-offset=\"0\" data-anchor-in-url=\"no\"><div class=\"su-spoiler-title\" tabindex=\"0\" role=\"button\"><span class=\"su-spoiler-icon\"><\/span>Referencias:<\/div><div class=\"su-spoiler-content su-u-clearfix su-u-trim\">\n<p>Ciencia de los Materiales:<\/p>\n<ol>\n<li>Departamento de Energ\u00eda de EE. UU., Ciencia de Materiales.\u00a0DOE Fundamentals Handbook, Volumen 1 y 2. Enero de 1993.<\/li>\n<li>Departamento de Energ\u00eda de EE. UU., Ciencia de Materiales.\u00a0DOE Fundamentals Handbook, Volumen 2 y 2. Enero de 1993.<\/li>\n<li>William D. Callister, David G. Rethwisch.\u00a0Ciencia e Ingenier\u00eda de Materiales: Introducci\u00f3n 9\u00aa Edici\u00f3n, Wiley;\u00a09a edici\u00f3n (4 de diciembre de 2013), ISBN-13: 978-1118324578.<\/li>\n<li>Eberhart, Mark (2003).\u00a0Por qu\u00e9 se rompen las cosas: entender el mundo a trav\u00e9s de la forma en que se desmorona.\u00a0Armon\u00eda.\u00a0ISBN 978-1-4000-4760-4.<\/li>\n<li>Gaskell, David R. (1995).\u00a0Introducci\u00f3n a la Termodin\u00e1mica de Materiales (4\u00aa ed.).\u00a0Taylor y Francis Publishing.\u00a0ISBN 978-1-56032-992-3.<\/li>\n<li>Gonz\u00e1lez-Vi\u00f1as, W. y Mancini, HL (2004).\u00a0Introducci\u00f3n a la ciencia de los materiales.\u00a0Prensa de la Universidad de Princeton.\u00a0ISBN 978-0-691-07097-1.<\/li>\n<li>Ashby, Michael;\u00a0Hugh Shercliff;\u00a0David Cebon (2007).\u00a0Materiales: ingenier\u00eda, ciencia, procesamiento y dise\u00f1o (1\u00aa ed.).\u00a0Butterworth-Heinemann.\u00a0ISBN 978-0-7506-8391-3.<\/li>\n<li>JR Lamarsh, AJ Baratta, Introducci\u00f3n a la ingenier\u00eda nuclear, 3d ed., Prentice-Hall, 2001, ISBN: 0-201-82498-1.<\/li>\n<\/ol>\n<\/div><\/div> <\/div> <div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div> <\/div><\/div> <div class=\"su-divider su-divider-style-default\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div> <div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\"> <\/div><\/div> <div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\">\n<p>Consulte m\u00e1s arriba:<br \/>\nMateriales de la planta de energ\u00eda <a href=\"https:\/\/www.nuclear-power.com\/nuclear-power-plant\/reactor-and-power-plant-materials\/\" class=\"su-button su-button-style-flat\" style=\"color:#FFFFFF;background-color:#2D89EF;border-color:#246ec0;border-radius:5px;-moz-border-radius:5px;-webkit-border-radius:5px\" target=\"_self\"><span style=\"color:#FFFFFF;padding:0px 16px;font-size:13px;line-height:26px;border-color:#6cadf4;border-radius:5px;-moz-border-radius:5px;-webkit-border-radius:5px;text-shadow:none;-moz-text-shadow:none;-webkit-text-shadow:none\">  <\/span><\/a> <\/p><\/div><\/div> <div  class=\"lgc-column lgc-grid-parent lgc-grid-33 lgc-tablet-grid-33 lgc-mobile-grid-100 lgc-equal-heights \"><div  class=\"inside-grid-column\"> <\/div><\/div>\n<div class=\"su-divider su-divider-style-dotted\" style=\"margin:15px 0;border-width:2px;border-color:#999999\"><\/div>\n<p>Esperamos que este art\u00edculo,\u00a0<strong>Da\u00f1os por radiaci\u00f3n a los metales<\/strong>\u00a0, le ayude.\u00a0Si es as\u00ed,\u00a0<strong>danos un me gusta<\/strong>\u00a0en la barra lateral.\u00a0El objetivo principal de este sitio web es ayudar al p\u00fablico a conocer informaci\u00f3n importante e interesante sobre los materiales y sus propiedades.<\/p>\n","protected":false},"excerpt":{"rendered":"<p>Esperamos que este art\u00edculo,\u00a0Da\u00f1os por radiaci\u00f3n a los metales\u00a0, le ayude.\u00a0Si es as\u00ed,\u00a0danos un me gusta\u00a0en la barra lateral.\u00a0El objetivo principal de este sitio web es ayudar al p\u00fablico a conocer informaci\u00f3n importante e interesante sobre los materiales y sus propiedades.<\/p>\n","protected":false},"author":1,"featured_media":0,"comment_status":"closed","ping_status":"closed","sticky":false,"template":"","format":"standard","meta":{"footnotes":""},"categories":[53],"tags":[],"yoast_head":"<!-- This site is optimized with the Yoast SEO plugin v21.2 - https:\/\/yoast.com\/wordpress\/plugins\/seo\/ -->\n<title>\u00bfQu\u00e9 es el da\u00f1o por radiaci\u00f3n a los metales? 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